CN106499674A - 核电站主泵隔热装置及其制备方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电站主泵隔热装置及其制造方法，属于核工程技术领域，该隔热装置开设有用于套设主泵轴的轴向贯穿部、以及设置在轴向贯穿部外周的至少一个用于提供冷却水流通的环形流道，环形流道具有用于接收轴封注入水的输入端和用于输出轴封注入水的输出端；输入端开设有圆周分布的多个轴向孔，用于接收轴封注入水并均匀进入环形流道；输出端开设有圆周分布的多个径向孔，用于将向下流动的轴封注入水润滑径向轴承；轴向贯穿部设置多个均匀分布的凹槽，用于阻止反应堆冷却剂和轴封注入水沿泵轴流动。本发明的核电站主泵隔热装置为整体式结构，便于安装与维护，能降低隔热体的温度、提高隔热效果，并且减轻部件重量。

Description

核电站主泵隔热装置及其制备方法

技术领域

本发明属于核工程技术领域，尤其涉及一种核电站主泵隔热装置及其制备方法。

背景技术

主泵是压水堆核电站一回路系统的关键设备之一，主泵的可靠运转才能确保核电站连续安全运行。轴封型主泵目前在核电站中广泛使用，为确保主泵轴封组件和水润滑轴承的正常运行，设置有轴封注入水系统(包括化学容积控制系统注入水和应急轴封注入水)，同时在泵本体内部设置有隔热装置。

隔热装置的主要功能包括：

1)防止反应堆冷却剂的热量向上传递至水润滑轴承和轴封组件；

2)引导轴封注入水润滑径向轴承，冷却、润滑径向轴承；

3)保证注入水可以顺畅向下流动，而在全厂断电工况下完全丧失注入水时，高温反应堆冷却剂缓慢向上流动，有效保护水润滑轴承和轴封组件。

隔热装置的结构形式主要有以下两种：

1)隔热体+折流管结构：隔热体+折流管结构型式隔热装置已在核电站中应用。

2)隔热体结构：该结构没有折流管，只有一个隔热体，目前该结构的隔热装置已在核电站中应用。

隔热体+折流管结构隔热装置的技术缺陷主要有：

1)零部件数量多，结构复杂；

2)在隔热体和折流管之间设置有密封圈，需要定期维护与更换；

3)安装要求高，安装、维修不方便。

隔热体结构隔热装置的技术缺陷主要有：

1)隔热效果较采用隔热体+折流管结构的隔热装置差；

2)在全厂断电工况丧失轴封注入水时，高温反应堆冷却剂将很快进入到水润滑轴承和轴封组件，对水润滑轴承设计要求较高。

并且，上述现有的隔热装置均是基于传统的加工工艺进行制造的，如锻造、机加工等，其制作工艺复杂，周期长，成本高，且质量得不到保证。

发明内容

本发明针对现有的核电站主泵隔热装置零部件数量多、结构复杂，安装、维修不方便，隔热效果较差，全厂断电工况高温反应堆冷却剂将很快进入到水润滑轴承和轴封组件的问题，提供了一种核电站主泵隔热装置及其制备方法，该装置由3D打印制造方法制备，不同于基于传统的加工工艺进行制造的现有隔热装置，减少了零件数量，提高了冷却效果及隔热效果。

本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：

一方面，本发明提供一种核电站主泵隔热装置，所述隔热装置包括主体部，所述主体部开设有用于套设主泵轴的轴向贯穿部、以及设置在所述轴向贯穿部外周的至少一个供冷却水流通的环形流道，所述环形流道具有用于接收轴封注入水的输入端和用于输出所述轴封注入水的输出端；

所述输入端开设有圆周分布的多个轴向孔，用于接收轴封注入水并均匀进入环形流道；

所述输出端开设有圆周分布的多个径向孔，用于将向下流动的所述轴封注入水润滑径向轴承；

所述轴向贯穿部设置多个均匀分布的凹槽，用于阻止反应堆冷却剂和所述轴封注入水沿主泵轴流动。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述轴向贯穿部包括顶部，与所述顶部连通的管状中部主体，以及与所述管状中部主体下部连通的底部，所述顶部、所述管状中部主体及所述底部的主轴线在同一直线上，所述顶部底面直径大于所述管状中部主体的直径，所述底部的顶面直径大于所述管状中部主体的直径，所述管状中部主体的表面上向外凸出形成有若干均匀分布的所述凹槽。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述环形流道包括相互连通的第一环形通道，第二环形通道和第三环形通道，所述输入端设置在所述顶部的底面与所述第一环形通道的连接处，所述轴向孔环绕所述顶部的底面设置，所述轴向孔的中心轴与所述轴向贯穿部的中心轴的平行，所述输出端设置在所述底部的上端与所述第三环形通道的连接处，所述径向孔环绕所述底部的上端设置，所述径向孔的中心轴与所述轴向贯穿部的中心轴的垂直。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述轴封注入水从所述输入端依次沿呈平行设置的所述第一环形通道、第二环形通道和第三环形通道内折返流动至所述输出端。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述第一环形通道的下端与第二环形通道的下端设置有圆周分布的多个第一通道连接孔，所述第二环形通道的上端与第三环形通道的上端设置有圆周分布的多个第二通道连接孔，所述第一通道连接孔和所述第二通道连接孔的中心轴与所述轴向贯穿部的中心轴的垂直。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述第三环形通道的横截面积小于所述第一环形通道的横截面积，所述第一环形通道的横截面积小于所述第二环形通道的横截面积。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述主体部还设置有环形空腔，所述环形空腔设置在所述第三环形流道的外周且环绕所述第三环形流道。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述主体部上还设置有沿所述主体部向外周延伸的用于与导叶及泵盖相配合、定位的环形圆台及分别位于所述环形圆台上部和下部的第一斜面和第二斜面，所述第一斜面上靠近所述顶部处设置有第一凹位，所述第一斜面靠近环形空腔处设置有第二凹位，所述第二斜面紧贴所述环形圆台处设置有第三凹位。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置中，所述顶部上还设置有用于安装固定在泵轴上的内部辅助叶轮及其相应的轴向定位装置的第一环形凹位，所述底部上还设置有用于安装径向轴承的第二环形凹位。

另一方面，本发明还提供一种核电站主泵隔热装置的制备方法，包括如下步骤：

S1、建立隔热装置的三维实体模型并将三维实体模型转换成STL格式的标准文件，制定3D打印制造工艺；

S2、根据所述标准文件利用金属3D打印逐层打印工艺进行所述隔热装置的制造，将上述每一片层的资料传到3D打印设备中，通过控制打印参数，依次将每一层烧结或熔结并同时连结各层；

S3、在3D打印制造过程中实时进行机加工，在所述隔热装置逐层打印到一预设高度后，利用机加工设备进行机加工，以形成轴向孔、环形流道及径向孔；

S4、对所述隔热装置进行热处理、外表面机加工、表面处理，得到成型后的隔热装置。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置的制备方法中，所述预设高度为5mm～20mm。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置的制备方法中，所述打印参数包括铺粉厚度、烧结厚度、激光的输出功率、扫描速度、扫描宽度及扫描路径。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置的制备方法中，所述烧结厚度为20μm。

本发明提供的一种核电站主泵隔热装置的制备方法中，在所述步骤S4之后还包括：S5、对所述成型后的隔热装置进行检验处理和修复处理，所述检验处理包括尺寸检查、光洁度检查和表面缺陷检查。

本发明的技术方案带来的有益效果是：

1)隔热装置为整体式结构，减少了零部件的数量，便于安装与维护；

2)隔热装置内设置环形流道和流量分配孔，轴封注入水对隔热体进行冷却，有效降低了隔热体的温度；

3)隔热装置内设置有环形空腔，提高了隔热效果；

4)在配合泵轴上辅助叶轮的作用下，注入水向下流动顺畅，在SBO工况下可以延长高温反应堆冷却剂向上流动的时间；

5)隔热装置不需要设置密封结构，运行过程中无需维护；

6)隔热装置内设空腔，减轻了部件重量，并节省了所需材料；

7)隔热装置采用3D打印与机加工有机结合的复合制造工艺，提高了内部流道的表面质量，并缩短了产品的加工周期。

附图说明

为了更清楚地说明本发明的技术方案，下面将对所需要使用的附图作简单地介绍，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本发明实施例一提供的核电站主泵隔热装置的剖视图。

图2是本发明实施例一提供的核电站主泵隔热装置的轴封注入水流动方向的示意图。

图3是本发明实施例二提供的核电站主泵隔热装置制备方法的流程图。

具体实施方式

为了解决现有技术中核电站主泵隔热装置结构复杂、隔热性能差的问题，本发明提供了一种核电站主泵隔热装置及其制备方法，其核心思想是：用3D打印与机加工有机结合的制造方法制造出整体式结构的隔热装置，能够减少了零部件的数量，便于安装和维护，隔热装置内设置有折流管式的环形流道、多个流量分配孔及环形空腔，能有效降低了隔热体的温度，延长高温反应堆冷却剂向上流动的时间，且减轻部件重量，复合制造工艺能提高内部流道的表面质量，并缩短产品的加工周期。

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本发明实施方式作进一步地详细描述。

实施例一

本发明提供一种核电站主泵隔热装置，如图1所示，该装置包括主体部100,主体部100上开设有用于套设主泵轴的轴向贯穿部101、设置在所述轴向贯穿部101外周的至少一个供冷却水流通的环形流道、以及设置在环形流道的外周且环绕环形流道的环形空腔110。

具体地，轴向贯穿部101包括顶部1011，与顶部1011连通的管状中部主体1012，以及与管状中部主体1012下部连通的底部1013，顶部1011上设置有第一环形凹位10111，第一环形凹位10111用于安装固定在泵轴上的内部辅助叶轮及其相应的轴向定位装置，底部1013上设置有第二环形凹位10131，第二环形凹位10131用于安装径向轴承。顶部1011、管状中部主体1012及底部1013的主轴线在同一直线上，顶部1011与管状中部主体1012接触的底面直径大于管状中部主体1012的直径，底部1013与管状中部主体1012接触的顶面直径大于管状中部主体1012的直径，管状中部主体1012的表面上向外凸出形成有若干均匀分布的凹槽106。凹槽106用于阻止反应堆冷却剂和轴封注入水沿泵轴流动。多个均匀分布的凹槽106之间形成一系列的截流间隙与膨胀空腔，产生节流效应而达到阻漏的目的。由于主泵轴和隔热装置之间存在大量间隙，无需润滑，适用于高转速的场合。

环形流道包括相互连通的第一环形通道107、第二环形通道108和第三环形通道109，第一环形通道107，第二环形通道108和第三环形通道109的中轴线及轴向贯穿部101的中轴线互相平行，顶部1011的底面连接有输入端102，输入端102与第一环形通道107连通，输入端102开设有圆周均匀分布的多个轴向孔103，用于接收轴封注入水并均匀进入环形流道，轴向孔103环绕输入端102均匀设置，轴向孔103的中心轴与轴向贯穿部101的中心轴的平行。

输出端104设置在底部1013的上端与第三环形通道108的连接处，输出端104开设有圆周均匀分布的多个径向孔105，用于将向下流动的轴封注入水润滑径向轴承，径向孔105环绕底部1013的上端均匀设置，径向孔105的中心轴与轴向贯穿部101的中心轴的垂直。

第一环形通道107的下端与第二环形通道108的下端设置有圆周均匀分布的多个第一通道连接孔111，第二环形通道108的上端与第三环形通道109的上端设置有圆周均匀分布的多个第二通道连接孔112，第一环形通道107和第二环形通道108通过第一通道连接孔111连通，第二环形通道108和第三环形通道109通过第二通道连接孔112连通。第一通道连接孔111和第二通道连接孔112的中心轴与轴向贯穿部101的中心轴的垂直。多个均匀分布的轴向孔103、径向孔105、第一通道连接孔111及第二通道连接孔112能保证轴封注入水均匀地在环形通道中流动，同时也可是整个隔热装置更加稳定。可以理解的是，第一通道连接孔111、第二通道连接孔112、轴向孔103、径向孔105的数量不受限制，但需确保轴封注入水流动顺畅。

参考图2，轴封注入水从输入端102上的多个轴向孔103进入第一环形通道107，顺着第一环形通道107向下流动至第一环形通道107和第二环形通道108相连通的第一通道连接孔111，经过第一通道连接孔111后沿着第二环形通道108向上流动至第二环形通道108与第三环形通道109相连通的第二通道连接孔112，然后顺着第三环形通道109向下流入输出端104，并通过所述输入端104上的多个径向孔105流向底部1013。第一环形通道107、第一通道连接孔111、第二环形通道108、第二通道连接孔112及第三环形通道109构成了S型折流管式的流道，能加长轴封注入水的流程，大大提高隔热装置的换热性能。

轴封注入水向下流动的过程中，由于有泵轴上的辅助叶轮补偿其压力损失，注入水可以顺畅流动。当发生全厂断电工况时，将完全丧失轴封注入水，且主泵停运后泵轴上的辅助叶轮停止工作，高温反应堆冷却剂向上流动的过程中除了克服流道的沿程阻力损失外，还需要克服两个环形通道的介质的势能，有效阻止了高温反应堆冷却剂向上流动的速度。

第三环形通道109的横截面积小于第一环形通道107的横截面积，第一环形通道107的横截面积小于第二环形通道108的横截面积。这样的设计能更好地使轴封冷却水对隔热装置进行冷却且阻止高温反应堆冷却剂向上流动。

环形空腔110的设置能够提高隔热装置的隔热效果，并且减轻隔热装置的重量。环形空腔110的大小不受限定，但需保证隔热装置的稳定。

主体部100上还设置有沿主体部100向外周延伸的环形圆台113，主体部100外周位于圆台113上下位置处还包括第一斜面114和第二斜面115，第一斜面114靠近第一环形凹位10111处设置有第一凹位1141，第一斜面114靠近环形空腔110处设置有第二凹位1142，第二斜面115紧贴环形圆台113处设置有第三凹位1151，环形圆台113、设置有第一凹位1141和第二凹位1142的第一斜面114、设置有第三凹位1151的第二斜面115的结构设计是用于将主体部100与导叶、泵盖相配合、定位。

本实施例提供的隔热装置为整体式结构，整个装置一体成型，大大减少了零部件的数量，便于安装与维护。而且隔热装置内设置环形流道和多个流量分配孔，轴封注入水对隔热体进行冷却，有效降低了隔热体的温度。隔热装置内的环形空腔提高了隔热效果且能够减轻隔热装置的重量。在发生全厂断电的工况下，折流管式的环形通道能有效延长高温反应堆冷却剂向上流动的时间，避免高温反应堆冷却剂对水润滑轴承和轴封组件造成伤害。另外，该隔热装置不需要设置密封结构，运行过程中无需维护，减少了成本。

实施例二

本发明还提供一种核电站主泵隔热装置制备方法，参考图3，该方法包括以下步骤：

S1、建立隔热装置的三维实体模型并将三维实体模型转换成STL格式的标准文件，三维实体模型转换成STL格式的标准文件时可能会出现错误，需先对可能出现的错误进行修补，然后制定出3D打印制造工艺；

S2、根据标准文件利用金属3D打印逐层打印工艺进行隔热装置的制造，将上述每一片层的资料传到3D打印设备中，通过控制打印参数，依次将每一层烧结或熔结并同时连结各层，打印参数包括铺粉厚度、烧结厚度、激光的输出功率、扫描速度、扫描宽度及扫描路径，在本实施例中烧结厚度为20μm，对于不同的3D打印设备，激光的输出功率、扫描速度、扫描宽度及扫描路径不尽相同，在此不作限定；

S3、在3D打印制造过程中实时进行机加工，在隔热装置逐层打印到5～20mm的高度后，利用机加工设备进行机加工，以形成轴向孔、环形流道及径向孔，采用3D打印与机加工结合的复合制造工艺，能有效提高环形流道内部的表面质量；

S4、对隔热装置进行热处理、外表面机加工、表面处理，得到成型后的隔热装置；

S5、对成型后的隔热装置进行检验处理和修复处理，检验处理包括尺寸检查、光洁度检查和表面缺陷检查，尺寸、光洁度应满足图纸要求，表面应无划痕、裂纹。

本实施例提供的隔热装置制备方法能制造出整体式结构的隔热装置，优化了隔热装置的结构设计，减少了零部件的数量。且采用3D打印与机加工结合的复合制造工艺，能有效提高环形流道内部的表面质量，保证轴封注入水的顺畅流动。

上述本发明实施例序号仅仅为了描述，不代表实施例的优劣。

以上仅为本发明的较佳实施例，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (14)

1.一种核电站主泵隔热装置，其特征在于，包括主体部，所述主体部开设有用于套设主泵轴的轴向贯穿部、以及设置在所述轴向贯穿部外周的至少一个供冷却水流通的环形流道，所述环形流道具有用于接收轴封注入水的输入端和用于输出所述轴封注入水的输出端；

所述输入端开设有圆周分布的多个轴向孔，用于接收轴封注入水并均匀进入环形流道；

所述输出端开设有圆周分布的多个径向孔，用于将向下流动的所述轴封注入水润滑径向轴承；

所述轴向贯穿部设置多个均匀分布的凹槽，用于阻止反应堆冷却剂和所述轴封注入水沿主泵轴流动。

2.根据权利要求1所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述轴向贯穿部包括顶部，与所述顶部连通的管状中部主体，以及与所述管状中部主体下部连通的底部，所述顶部、所述管状中部主体及所述底部的主轴线在同一直线上，所述顶部底面直径大于所述管状中部主体的直径，所述底部的顶面直径大于所述管状中部主体的直径，所述管状中部主体的表面上向外凸出形成有若干均匀分布的所述凹槽。

3.根据权利要求2所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述环形流道包括相互连通的第一环形通道，第二环形通道和第三环形通道，所述输入端设置在所述顶部的底面与所述第一环形通道的连接处，所述轴向孔环绕所述顶部的底面设置，所述轴向孔的中心轴与所述轴向贯穿部的中心轴的平行，所述输出端设置在所述底部的上端与所述第三环形通道的连接处，所述径向孔环绕所述底部的上端设置，所述径向孔的中心轴与所述轴向贯穿部的中心轴的垂直。

4.根据权利要求3所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述轴封注入水从所述输入端依次沿呈平行设置的所述第一环形通道、第二环形通道和第三环形通道内折返流动至所述输出端。

5.根据权利要求3所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述第一环形通道的下端与第二环形通道的下端设置有圆周分布的多个第一通道连接孔，所述第二环形通道的上端与第三环形通道的上端设置有圆周分布的多个第二通道连接孔，所述第一通道连接孔和所述第二通道连接孔的中心轴与所述轴向贯穿部的中心轴的垂直。

6.根据权利要求3所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述第三环形通道的横截面积小于所述第一环形通道的横截面积，所述第一环形通道的横截面积小于所述第二环形通道的横截面积。

7.根据权利要求3所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述主体部还设置有环形空腔，所述环形空腔设置在所述第三环形流道的外周且环绕所述第三环形流道。

8.根据权利要求1所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述主体部上还设置有沿所述主体部向外周延伸的用于与导叶及泵盖相配合、定位的环形圆台及分别位于所述环形圆台上部和下部的第一斜面和第二斜面，所述第一斜面上靠近所述顶部处设置有第一凹位，所述第一斜面靠近环形空腔处设置有第二凹位，所述第二斜面紧贴所述环形圆台处设置有第三凹位。

9.根据权利要求2所述的核电站主泵隔热装置，其特征在于，所述顶部上还设置有用于安装固定在泵轴上的内部辅助叶轮及其相应的轴向定位装置的第一环形凹位，所述底部上还设置有用于安装径向轴承的第二环形凹位。

10.一种制备权1至权9任一所述核电站主泵隔热装置的方法，其特征在于，包括如下步骤：

S1、建立隔热装置的三维实体模型并将三维实体模型转换成STL格式的标准文件，制定3D打印制造工艺；

S2、根据所述标准文件利用金属3D打印逐层打印工艺进行所述隔热装置的制造，将上述每一片层的资料传到3D打印设备中，通过控制打印参数，依次将每一层烧结或熔结并同时连结各层；

S3、在3D打印制造过程中实时进行机加工，在所述隔热装置逐层打印到一预设高度后，利用机加工设备进行机加工，以形成轴向孔、环形流道及径向孔；

S4、对所述隔热装置进行热处理、外表面机加工、表面处理，得到成型后的隔热装置。

11.根据权利要求10所述的核电站主泵隔热装置的制备方法，其特征在于，所述预设高度为5mm～20mm。

12.根据权利要求10所述的核电站主泵隔热装置的制备方法，其特征在于，所述打印参数包括铺粉厚度、烧结厚度、激光的输出功率、扫描速度、扫描宽度及扫描路径。

13.根据权利要求12所述的核电站主泵隔热装置的制备方法，其特征在于，所述烧结厚度为20μm。

14.根据权利要求10所述的核电站主泵隔热装置的制备方法，其特征在于，在所述步骤S4之后还包括：S5、对所述成型后的隔热装置进行检验处理和修复处理，所述检验处理包括尺寸检查、光洁度检查和表面缺陷检查。